《表2 SGTR事故下AP1000核电站运行参数》
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《压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析》
本文采用AP1000核电站SGTR事故下的计算参数[9]，对计算模型进行计算验证，表2是AP1000核电站具体运行参数，表3是事故先期碘峰工况下计算核素的具体信息。
| 图表编号 | XD00159660700 严禁用于非法目的 |
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| 绘制时间 | 2020.06.15 |
| 作者 | 樊雨轩、张竞宇、王晓东、陈义学、郭庆洋、梁秋莹、熊雯雯 |
| 绘制单位 | 华北电力大学核科学与工程学院、华北电力大学核科学与工程学院、华北电力大学核科学与工程学院、华北电力大学核科学与工程学院、华北电力大学核科学与工程学院、华北电力大学核科学与工程学院、华北电力大学核科学与工程学院 |
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